Reactor nuclear de agua en ebullición (BWR)

Reactor de agua en ebullición

Los reactores de agua en ebullición (BWR) son un tipo de reactor nuclear que utiliza agua ligera (agua ordinaria, a diferencia del agua pesada) como refrigerante y moderador de neutrones. Son el segundo reactor más utilizado para la generación de energía nuclear en el mundo, junto al reactor de agua a presión (PWR) -con 75 en funcionamiento en 2018-[2] La figura 2 representa gráficamente el porcentaje de varios tipos de reactores en todo el mundo y el gráfico detalla el número de cada uno.

Con temperaturas máximas de funcionamiento de alrededor de 285oC, la eficiencia de Carnot (eficiencia máxima) de los reactores de agua en ebullición en la producción de energía es del 46%[3]. Sin embargo, la eficiencia realista de estos reactores en la producción de energía es de alrededor del 33-34%[4].

Los reactores de agua en ebullición deben utilizar uranio enriquecido como combustible nuclear, debido a que emplean agua ligera. Esto se debe a que el agua ligera absorbe demasiados neutrones para ser utilizada con uranio natural, por lo que es necesario aumentar el contenido de uranio-235 fisible del combustible. Esto se consigue mediante el enriquecimiento del uranio, que aumenta la concentración de uranio 235 del 0,7% a alrededor del 4%[4].

Pwr vs bwr

Un reactor de agua en ebullición (BWR) hace circular agua entre el combustible nuclear en una gran vasija de presión a 6,9 MPa. El combustible nuclear está configurado como pastillas cilíndricas contenidas en largos tubos metálicos, denominados barras de combustible. Las barras de combustible se combinan en diversas disposiciones dentro de canales de flujo para crear conjuntos combustibles. Varios centenares de estos elementos están conectados en paralelo entre los plenos de entrada y de salida. Estos elementos combustibles paralelos se denominan núcleo de un BWR. Durante el paso del agua a lo largo del combustible nuclear, se produce una ebullición y una formación de vapor significativas, produciendo normalmente un flujo de vapor del 10% al 20% que sale al pleno de salida. El vapor resultante se separa y se dirige a las turbinas de vapor para la generación eléctrica. El líquido restante circula de vuelta, junto con el líquido condensado que regresa de las turbinas, al pleno de entrada. En la figura 1 se ilustran los componentes clave de un sistema de suministro de vapor BWR con bomba de chorro.

El funcionamiento normal de un BWR depende de la predicción precisa de varios parámetros termohidráulicos clave en los elementos combustibles. En particular, las fracciones vacías de vapor, los límites de ebullición de transición y las caídas de presión de los elementos combustibles deben predecirse con exactitud para apoyar el diseño y el funcionamiento de los BWR. Los métodos de predicción deben abordar la gama de regímenes de flujo bifásico, desde el líquido subenfriado a la entrada del elemento combustible hasta el flujo anular a la salida. (Véase ebullición convectiva forzada).

Reactores Bwr en el mundo

Los reactores de agua en ebullición tienen un ciclo cerrado de agua-vapor. En el sistema de agua de refrigeración, el agua refrigerante fluye a través del núcleo del reactor, donde el calor de los elementos combustibles, producido a través de la fisión nuclear, calienta el agua a unos 286 grados centígrados para que hierva en la vasija de presión del reactor. La presión en la vasija de presión del reactor es relativamente baja (unos 70 bares). La ebullición y evaporación del agua refrigerante en la vasija de presión del reactor es la principal característica que distingue al BWR de un reactor de agua a presión (PWR).

A continuación, el vapor pasa por los ciclones y el secador de vapor situados en el pleno superior (es decir, la parte superior) de la vasija de presión del reactor, reduciendo su contenido de agua. A continuación, el vapor “seco” se dirige a la turbina, que está conectada a un generador que convierte su energía rotacional en electricidad. Detrás de la turbina, el vapor se enfría y vuelve a convertirse en agua en grandes condensadores. A continuación, se devuelve a la vasija de presión del reactor como agua de alimentación.

Reactor quemador

Un reactor de agua en ebullición (BWR) es un tipo de reactor nuclear de agua ligera utilizado para la generación de energía eléctrica. Se trata de un diseño diferente del RBMK soviético moderado por grafito. Es el segundo tipo más común de reactor nuclear generador de electricidad después del reactor de agua a presión (PWR), que también es un tipo de reactor nuclear de agua ligera. La principal diferencia entre un BWR y un PWR es que, en un BWR, el núcleo del reactor calienta agua, que se convierte en vapor y acciona una turbina de vapor. En un PWR, el núcleo del reactor calienta agua, que no hierve. Esta agua caliente intercambia calor con un sistema de menor presión, que convierte el agua en vapor que acciona la turbina. El BWR fue desarrollado por el Laboratorio Nacional de Argonne y General Electric (GE) a mediados de la década de 1950. El principal fabricante actual es GE Hitachi Nuclear Energy, especializada en el diseño y la construcción de este tipo de reactores.

Un reactor de agua en ebullición utiliza agua desmineralizada como refrigerante y moderador de neutrones. La fisión nuclear produce calor en el núcleo del reactor, lo que hace hervir el agua de refrigeración y produce vapor. El vapor se utiliza directamente para accionar una turbina, tras lo cual se enfría en un condensador y se convierte de nuevo en agua líquida. Esta agua se devuelve al núcleo del reactor, completando el bucle. El agua de refrigeración se mantiene a unas 75 atm (7,6 MPa, 1000-1100 psi) para que hierva en el núcleo a unos 285 °C (550 °F). En comparación, en un reactor de agua a presión (PWR) no se permite una ebullición significativa debido a la alta presión mantenida en su circuito primario: aproximadamente 158 atm (16 MPa, 2300 psi). La frecuencia de daños en el núcleo del reactor se estimó entre 10-4 y 10-7 (es decir, un accidente con daños en el núcleo cada 10.000 a 10.000.000 de años de reactor)[1].